JP4660270B2

JP4660270B2 - 熱交換器とその製造方法、ならびに原子炉格納容器システム

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Publication number: JP4660270B2
Application number: JP2005143883A
Authority: JP
Inventors: 美幸秋葉; 智香子岩城; 秀雄小見田; 達實池田; 一義青木; 慎一師岡; 敏美飛松
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2005-05-17
Filing date: 2005-05-17
Publication date: 2011-03-30
Anticipated expiration: 2025-05-17
Also published as: JP2006322627A

Description

この発明は、原子炉格納容器冷却装置に好適な熱交換器とその製造方法、ならびに原子炉格納容器冷却装置を有する原子炉格納容器システムに関する。

原子炉格納容器冷却装置には、苛酷事故対策用の静的格納容器冷却システム（ＰＣＣＳ）（特許文献１および特許文献２参照）と、通常運転時および苛酷事故対策用のドライウェル冷却システム（ＤＷＣ）（特許文献３参照）と格納容器外側に水を流す冷却システム（特許文献４参照）がある。以下、ＰＣＣＳ、ＤＷＣ、格納容器外側水冷却システムの順に説明する。

まず、ＰＣＣＳについて説明する。特許文献１および特許文献２などに示されるように、苛酷事故対策として静的な格納容器冷却系を採用した原子力プラントが提案されている。このプラントでは、原子炉圧力容器を取り囲むようにして格納容器が設けられている。格納容器は、炉心溶融事故を含む事故時に放射性物質の大気への放出を十分に低い量に抑えるためのものである。格納容器は、原子炉圧力容器を含むドライウェルと、サプレッションチェンバ（圧力抑制室）からなる。サプレッションチェンバは環状の空間であって、その内部にはサプレッションプール（圧力抑制プール）があり、ドライウェルから下方に延びる環状の圧力抑制ベント管がサプレッションプール内に導かれている。

圧力抑制ベント管の側壁のサプレッションプールに浸かった部分には複数のベント管開口があって、鉛直方向に間隔をおいて配置されている。原子炉の冷却材喪失事故時に、ドライウェル内に放出された蒸気と水の混合物が圧力抑制ベント管とベント管開口を介してサプレッションプール内に導かれ、ここで冷却凝縮することによって、格納容器の内圧の過度の上昇が抑制される。

原子炉の事故時にポンプなどの動的機器を使わずに崩壊熱除去を行なうシステムとして、静的格納容器冷却系が設けられている。静的格納容器冷却系は、格納容器外の冷却水貯水槽内に収められた伝熱管束からなる熱交換器と、ドライウェルから蒸気を熱交換器の入口（上方）に供給する蒸気供給管と、凝縮水のドレンおよび熱交換器に流入した不凝縮ガスを排気するため熱交換器の出口（下方）とサプレッションプールを接続する凝縮水ドレンおよびガス排気管とを有する。冷却水貯水槽は、格納容器に接して、その上方に設置される。また、冷却水貯水槽の冷却水の初期温度は常温である。

原子炉で配管破断事故が発生した場合、事故時に崩壊熱により原子炉圧力容器内で発生した蒸気は、破断した配管を経由してドライウェル内に放出される。また、原子炉で苛酷事故が発生し、炉心が溶融して原子炉圧力容器が破損したような場合、溶融炉心はドライウェル内下部に落下し、同時に原子炉圧力容器から流出する冷却材および溶融炉心を冷却するためにドライウェルに注水される冷却水が炉心の溶融物から熱を受けてドライウェル内で蒸気が発生する。

ドライウェルに放出された蒸気およびドライウェルで発生した蒸気は、蒸気供給管を経由して格納容器外の冷却水貯水槽内に収められた熱交換器に導かれ、蒸気が熱交換器内を通過する間に伝熱管壁を通して貯水槽内の冷却水との間で伝熱を行ない、この蒸気が凝縮され、これによって生じた凝縮水は重力により凝縮水ドレンおよびガスベント配管を通って重力によってサプレッションプールに流入する。

したがって、熱交換器（伝熱管）の効率を向上させることにより、より速く崩壊熱除去をすることが望まれている。

次にドライウェル冷却システム（ＤＷＣ）について説明する。特許文献３などに示されるように、原子炉格納容器は、炉心を内包する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を支持するペデスタルによって囲まれた下部ドライウェルと、この原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウェルと、上部ドライウェル下方に設けられ内部に圧力抑制プールを保有する圧力抑制室とから構成される。上部ドライウェルと下部ドライウェルは連通口によって連通され、両ドライウェルと圧力抑制室とは、圧力抑制プール水中まで延びたベント管によって連絡されている。原子炉格納容器内には、通常運転時にドライウェル雰囲気を規定の状態に冷却するＤＷＣが複数台設置されている。このＤＷＣは、冷却水が管内に通水される冷却コイルをケーシングによって内包するドライウェル冷却ユニットに、送風機によってドライウェル雰囲気を吸引させ、冷却コイル管外を通過させて冷却し、ダクトを介してドライウェル内各所に冷却空気を送風している。

また、原子炉格納容器には、圧力抑制プールの冷却水を残留熱除去ポンプにより導き、残留熱除去熱交換器で除熱後、スプレイヘッダから散布しスプレイ冷却する系統が事故時の格納容器冷却系として設置されている。このように構成された原子炉格納容器において、万一何らかの原因により原子炉圧力容器から冷却材が流出するような事象（冷却材喪失事故、ＬＯＣＡ）が発生すると、ドライウェル内に大量の高温の蒸気と水との混合物が放出されるが、この混合物はベント管を通して圧力抑制室内の圧力抑制プールの冷却水中に導かれ、原子炉格納容器の内圧上昇を抑制することができる。また、多重に設けられた非常用炉心冷却系によって、原子炉圧力容器内部の炉心は十分に冷却されるとともに、格納容器冷却系によって、炉心で発生する崩壊熱は長期にわたって格納容器外部に除去されるように設計されている。さらに、万一炉心燃料から核分裂生成物（ＦＰ）が放出された場合でも、原子炉格納容器の健全性を高く維持し、環境へのＦＰ漏洩を十分微量に抑制することにより、原子炉の高い安全性を確保するように設計されている。

さらに、確率的には極めて希な事象ではあるが、上記多重に設けられた安全設備の複数が故障することにより炉心の損傷や溶融が発生する事態に対しても、深層防護の観点から、常用系の設備を用いて原子炉圧力容器や上部ドライウェルおよび下部ドライウェルへの代替注水やスプレイを行なうことにより損傷炉心を冷却し、その際発生する水蒸気を凝縮することにより格納容器の温度・圧力上昇の抑制を行なう。こうして安全設備に加えて現有する設備を最大限活用することによって、安全性をさらに高く維持するように設計されている。

このような炉心の損傷などの重大な事態において、原子炉圧力容器外に損傷炉心が放出され、本来の安全設備が早期に回復しない場合には、常用系の設備を用いて原子炉格納容器外部の水源から原子炉格納容器内へ注水・スプレイし、損傷炉心の冷却やドライウェルの冷却をすることになる。しかし、長期に渡って外部水源からの注水・スプレイを継続すると、原子炉格納容器内の蓄水によって不凝縮性ガスが存在する気相部が圧縮され、逆に原子炉格納容器の内圧の上昇を招く可能性もある。

そこで、前記ドライウェル冷却装置を複数台具備した原子炉格納容器において、ドライウェル冷却装置を有効活用し、ドライウェル雰囲気を効率良く冷却し、除去された熱を原子炉格納容器外部へ放出できる手段がシビアアクシデントマネージメントとして検討されている。その冷却手段はドライウェル冷却装置の冷却コイルに通水することで、冷却コイルユニット内の蒸気が凝縮され、原子炉格納容器内の不凝縮性ガスを含む蒸気を冷却コイルユニット内に吸い込み、原子炉格納容器内の蒸気圧を低減させる方法であるが、より効率良く蒸気を凝縮すること、また常用時およびシビアアクシデント時のポンプ動力を削減するため冷却コイル内の圧力損失を低減させることが望まれている。

次に、特許文献４に示されているように、格納容器冷却方法として、水で冷却される原子炉で用いられる能動式の（すなわち、動力を用いる）冷却装置が故障した場合でも、原子力発電所の鋼製格納容器を冷却するのに用いられる受動式の格納容器外側水冷却システムについて説明する。この格納容器外側水冷却システムで重力供給される冷却水は、コンクリート製遮蔽建屋の屋根に組み込まれた大容量のタンクから引き出され、水は重力により鋼製格納容器外面全体上を流れるようになる。水は自然法則における重力により排水されるので、ポンプや人力による作用は、必要な冷却効果を得るのに不要である。冷却水貯蔵タンクは、数日間にわたって冷却水の要求を満たすよう設計されており、その後、水がタンクに追加され、或いは空気による冷却によって残留熱を鋼製格納容器から除去するのに十分である。

鋼製格納容器の外面からの最も効率的な熱の除去を行なうために、冷却水が均一な薄膜の状態で表面全体上を流れ、それによりホットスポットが表面上に発生しないようにすることが重要である。しかしながら、格納容器の外壁は、湾曲面をもつ楕円体ドームであり、表面は、鋼を可能なかぎり滑らかにする二次加工が行なわれているが、多くの表面の凸凹及び粗い領域を有することから、冷却水が、「チャンネリング」（冷却材が筋状に流れること）を起こし、ある特定の方向へ導かれて、均一な液膜が形成されない事象が発生してしまう。これにより、水が流れない場所にホットスポットが発生し、格納容器の健全性が損なわれる可能性がある。

なお、水平方向に延びる伝熱管の外周面を撥水層で覆うことにより伝熱特性を向上させる技術が特許文献５により知られている。また、伝熱管の外表面に親水性処理を施して外表面の濡れ性を向上させる技術が特許文献６により知られている。
特開平１１−８４０５６号公報特開平７−１２８４８２号公報特開２００１−２１５２９１号公報特開平２−２９６１９６号公報特開平１０−１７６８９７号公報特開２００３−２５４６８２号公報

上述した格納容器冷却装置のうち、ＰＣＣＳでは伝熱管の冷却能力の向上および凝縮液の圧力損失の低減、ＤＷＣでは伝熱管の冷却能力の向上および冷却材の圧力損失の低減が課題となっていた。また、格納容器外面からの水冷却では冷却能力の向上が課題となっていた。

本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、冷却能力の向上および圧力損失の低減を実現できる熱交換器とその製造方法、ならびに原子炉格納容器システムを提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る熱交換器は、冷却水を溜めた貯水槽と、この冷却水中に浸漬された伝熱管とを有してこの伝熱管内で蒸気を凝縮させる熱交換器において、前記伝熱管はほぼ水平に延びており、その伝熱管の内面を覆うように撥水性物質が設けられ、その伝熱管の外面を覆うように親水性物質が設けられていること、を特徴とする。

さらに他の態様における本発明に係る熱交換器は、冷却水を溜めた貯水槽と、この冷却水中に浸漬された伝熱管とを有してこの伝熱管内で蒸気を凝縮させる熱交換器において、前記伝熱管はほぼ水平に延びており、その伝熱管の外面の上部のみを覆うように親水性物質が設けられていること、を特徴とする。

さらに他の態様における本発明に係る熱交換器は、冷却水を溜めた貯水槽と、この冷却水中に浸漬された伝熱管とを有してこの伝熱管内で蒸気を凝縮させる熱交換器において、前記伝熱管は、ほぼ水平に延びる上部伝熱管部と、前記上部伝熱管部よりも下方に配置されて水平に延びる下部伝熱管部と、前記上部伝熱管部と下部伝熱管部とを接続する曲がり部とを有し、蒸気が前記上部伝熱管部に流入して凝縮しながら前記曲がり部および下部伝熱管部を通り、凝縮した水が下部伝熱管部から流出するように構成され、撥水性物質が少なくとも前記下部伝熱管部の内面を覆うように設けられていて、親水性物質が、前記伝熱管の外面の少なくとも上部を覆うように設けられていること、を特徴とする。

また、本発明に係る熱交換器の製造方法は、冷却水を溜める貯水部と、前記貯水部に隣接して配置されて蒸気が導入される上流側ヘッダーと、前記貯水部に隣接して前記上流側ヘッダーの下方に配置されて凝縮水が導出される下流側ヘッダーと、前記上流側ヘッダーに接続された入口部と、前記下流側ヘッダーに接続された出口部とを有し、前記貯水部内に配置されて前記冷却水中に浸漬され、前記上流側ヘッダーから流入した蒸気を凝縮させ、凝縮によってできた凝縮水を前記下流側ヘッダーへ流出させる伝熱管と、を有する熱交換器の製造方法であって、少なくとも前記下流側ヘッダーと伝熱管とを接続した後に、前記下流側ヘッダーから撥水性物質溶液を注入して前記伝熱管の内面のうちの前記下流側ヘッダーに近い部分に撥水性物質を付着させること、を特徴とする。

また、さらに他の態様における本発明に係る熱交換器は、原子炉を内部に収容する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の頂部に配置されて原子炉格納容器の外面に水を供給する冷却水ノズルと、を有し、前記冷却水ノズルから水を供給される原子炉格納容器の外面に親水性の被膜を施してあること、を特徴とする。

本発明によれば、壁面に撥水性被膜あるいは親水性被膜を施すことで、冷却能力の向上および圧力損失の低減を実現できる熱交換器とその製造方法、ならびに原子炉格納容器を提供することができる。

以下、本発明に係る格納容器冷却のための熱交換器の実施形態について、図面を参照して説明する。

［実施形態１］
本発明の実施形態１を、図１および図２を用いて説明する。実施形態１は、静的格納容器冷却システム（ＰＣＣＳ）のための熱交換器である。原子炉格納容器（図示せず）の上方に貯水槽１が設けられ、貯水槽１内に冷却水２が、常時溜められている。貯水槽１内の冷却水中に複数本の伝熱管３が水平方向に平行に延びて配置されている。貯水槽１に隣接する側部に、上流側ヘッダー４および下流側ヘッダー５が貯水槽１をはさんで配置されている。各伝熱管３は、上流側ヘッダー４および下流側ヘッダー５に連絡している。上流側ヘッダー４には蒸気導入管６が接続され、下流側ヘッダー５には凝縮水排出管７が接続され、それぞれが格納容器内部と連絡している。

各伝熱管３の内表面には撥水性物質８がコーティングされ、また外表面には親水性物質９がコーティングされている。

この実施形態で、原子炉の配管破断などの想定される事故の場合に、格納容器内の蒸気が蒸気導入管６および上流側ヘッダー４を通って伝熱管３内に入り、ここで冷却されて凝縮し凝縮水が生成される。この凝縮水は、下流側ヘッダー５および凝縮水排出管７を通して格納容器内に排出される。

このとき、伝熱管３内表面に撥水性物質８がコーティングされていることから、凝縮水が伝熱管３内面に付着しにくく、内面に液膜が形成されにくい。そのため、蒸気が伝熱管３内面に接触しやすくなり、冷却効率が高くなる。また、凝縮した液層が下流側ヘッダー５に向かって流れる際の伝熱管３内表面との流動抵抗が小さくなり、圧力損失が低くなる。

さらに、伝熱管３外表面に親水性物質９がコーティングされていることから、伝熱管３外表面で生じる沸騰気泡の直径が小さくなり、スラグ流のような変動の大きな流動様式に遷移しにくくなり、伝熱管３の振動原因が低減される。また、場合によっては、ＰＣＣＳ上部の伝熱管周囲のボイド率はかなり大きくなることも予想されるが、伝熱管３外表面に親水性物質９がコーティングされていることにより限界熱流束（ＣＨＦ）が増大するので、膜沸騰状態への遷移に対する余裕度が改善する。

［実施形態２］
次に、本発明の実施形態２を、図１および図３を用いて説明する。この実施形態２は実施形態１の変形例であって、図１に示す内容は実施形態１と共通である。ここで、実施形態１の部分と同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。この実施形態２では、図３に示すように、伝熱管３の内表面の下半部のみが撥水性物質８でコーティングされている。伝熱管３の外表面は親水性物質９でコーティングされていることが好ましいが、伝熱管３の外表面の親水性物質９によるコーティングは省略してもよい。

この実施形態で、原子炉の配管破断などの想定される事故の場合に、格納容器内の蒸気が蒸気導入管６および上流側ヘッダー４を通って伝熱管３内に入り、ここで冷却されて凝縮し凝縮水が生成される。

このとき、伝熱管３内表面の下半部に撥水性物質８がコーティングされていることから、凝縮水が伝熱管３内面に付着しにくく、内面に液膜が形成されにくい。そのため、蒸気が伝熱管３内面に接触しやすくなり、冷却効率が高くなる。また、凝縮した液層が下流側ヘッダー５に向かって流れる際の伝熱管３内表面との流動抵抗が小さくなり、圧力損失が低くなる。

さらに、撥水性物質９が伝熱管３内表面の下半部のみにコーティングされていることから、伝熱管３内表面全体がコーティングされている場合に比べて、コーティングにかかるコストを低減できる。しかも、伝熱管３内の凝縮水は伝熱管３内の下半部へ集まりやすいので、下半部のみにコーティングを施すのが効率的である。

なお、ここで「下半部」は必ずしも半分であることに限定されず、下部の一部であればよい。

［実施形態３］
次に、本発明の実施形態３を、図１および図４を用いて説明する。この実施形態３は実施形態１の変形例であって、図１に示す内容は実施形態１と共通である。ここで、実施形態１の部分と同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。この実施形態３では、図４に示すように、伝熱管３の外表面の上半部のみが親水性物質９でコーティングされている。伝熱管３の内表面は撥水性物質８でコーティングされていることが好ましいが、伝熱管３の内表面の撥水性物質８によるコーティングは省略してもよい。

このとき、伝熱管３外表面の上半部に親水性物質９がコーティングされていることから、伝熱管３外表面で生じる沸騰気泡の直径が小さくなり、スラグ流のような変動の大きな流動様式に遷移しにくくなり、伝熱管３の振動原因が低減される。また、限界熱流束が増大するので、膜沸騰状態への遷移に対する余裕度が改善する。

さらに、伝熱管３外表面の上半部のみに親水性物質９がコーティングされていることから、全体がコーティングされている場合に比べて、コーティングにかかるコストを低減できる。しかも、伝熱管３外表面近傍では、上半部の方が下半部よりも蒸気が多いので、上半部のみにコーティングを施すのが効率的である。

なお、ここで「上半部」は必ずしも半分であることに限定されず、上部の一部であればよい。

［実施形態４］
本発明の実施形態４を図５および図６を用いて説明する。実施形態４も実施形態１〜３と同様に、ＰＣＣＳのための熱交換器である。ここで、実施形態１の部分と同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。

この実施形態４では、上流側ヘッダー４が上側になり、下流側ヘッダー５が下側になるように、上下に並んで配置されている。そして、各伝熱管３が鉛直面内でＵ字状に曲がっていて、水平方向に延びる上部伝熱管部３ａおよび下部伝熱管部３ｂと、これらをつなぐ曲がり部３ｃとからなっている。上部伝熱管部３ａおよび下部伝熱管部３ｂはそれぞれ、上流側ヘッダー４および下流側ヘッダー５に接続されている。

図６に示すように、下部伝熱管部３ｂの内面は撥水性物質８でコーティングされているが、上部伝熱管部３ａおよび曲がり管３ｂの内面はコーティングされていない。

この実施形態で、原子炉の配管破断などの想定される事故の場合に、格納容器内の蒸気が蒸気導入管６および上流側ヘッダー４を通って伝熱管３内に入り、ここで冷却されて凝縮し凝縮水が生成される。この凝縮水は、下流側ヘッダー５および凝縮水排出管７を通して排出される。

このとき、下部伝熱管部３ｂの内表面に撥水性物質８がコーティングされていることから、撥水効果によって壁面との流動抵抗が少なくなり圧力損失の低減効果がある。また、伝熱管３内表面全体に撥水性物質８がコーティングされる場合に比べてコーティングにかかるコストを低く抑えることができる。しかも、凝縮水は上部伝熱管部３ａ内よりも下部伝熱管部３ｂ内に多く存在するので、下部伝熱管部３ｂ内面に撥水性物質８をコーティングすることが効率的である。

次に、本実施形態４の熱交換器の製造方法の例を説明する。

初めに、撥水性物質８がコーティングされていない伝熱管３を用いて、これらを上流側ヘッダー４および下流側ヘッダー５に接続し、貯水槽１などを含めて、図５の完成時の状態と同様に組み立てる。次に、下流側ヘッダー５内に撥水性物質溶液１１を入れる。そしてさらに、液量を監視しつつ下流側ヘッダー５に撥水性物質溶液１１を追加充填し、図７に示すように、下流側ヘッダー５と下流側伝熱管部３ｂ内に撥水性物質溶液１１が満たされるようにする。これにより、下流側伝熱管部３ｂの内面に撥水性物質溶液１１が付着する。この後、加熱して撥水性物質を定着させる。加熱方法としては、例えば加熱されたガスを伝熱管内に流す方法がある。

このような製造方法によれば、熱交換器組み立て完成後に撥水性物質をコーティングすることができるので、伝熱管の溶接作業等による製作工程途中での撥水性物質被膜の剥がれの恐れが少ない。また、現地据付後のメンテナンス時でも撥水性物質被膜の追加形成が可能となるので、撥水効果の持続が可能である。

なおこの実施形態４で、撥水性物質８でコーティングする伝熱管３の部分は、下部伝熱管部３ｂの内面に限らず、曲がり部３ｃの内面全体、または曲がり部３ｃの下部の内面を含んでもよい。

また、この実施形態４で、実施形態１〜３と同様に、伝熱管３の外表面の上部または全体を親水性物質でコーティングしてもよい。

［実施形態５］
次に、本発明の実施形態５を、図８ないし図１０を用いて説明する。この実施形態５は、ドライウェル冷却システム（ＤＷＣ）の熱交換器である。原子炉格納容器のドライウェル（図示せず）内に、ケーシング２０が配置され、ケーシング２０内に、水平に延びる複数の伝熱管２１が格子状に配列されている。図９に示すように、伝熱管２１の両端はそれぞれ、入口ヘッダー２２および出口ヘッダー２３に接続されている。入口ヘッダー２２および出口ヘッダー２３はそれぞれ、給水管２４および排水管２５に接続されている。

ケーシング２０には、排気管２６を通してブロワ２７が接続されている。また、ケーシング２０の、排気管２６接続部の反対側には、図示しないガス取り入れ開口が設けられていて、ドライウェル内のガスがケーシング２０内に取り入れられるようになっている。伝熱管２１の内表面および外表面には撥水性物質２８がコーティングされている。

この実施形態５で、冷却水は、給水管２４および入口ヘッダー２２を経て伝熱管２１内に供給され、伝熱管２１でドライウェル内のガスを冷却する。このとき冷却水は温度が上昇し、出口ヘッダー２３および排水管２５を経てドライウェル外へ搬送される。

冷却材喪失事故時には、ドライウェル内に蒸気が排出され、伝熱管２１の外表面で、蒸気が冷却されて凝縮する。このとき、通常はブロワ２７の停止が想定されるが、自然循環によって継続的に伝熱管２１の外表面に蒸気が供給され、ドライウェル内部の除熱が行なわれる。このときに、伝熱管２１は上下に複数重なった多段の管群で構成されるため、上部の伝熱管２１の外表面で凝縮して発生する液が流下して、下段の伝熱管２１の外表面に液膜を形成することにより、下段の伝熱管２１の凝縮熱伝達が劣化する。本実施形態では、伝熱管２１の外表面に撥水性物質２８をコーティングしたことにより、凝縮水が液膜となって伝熱管２１外表面を覆うことが抑制され、凝縮熱伝達が促進される。

さらに、伝熱管２１内には冷却水が循環しているが、伝熱管２１内表面に撥水性物質２８をコーティングしたことにより、冷却水の流れによる圧力損失を低減することができ、冷却水を自然循環で循環させることも可能となる。さらに、給水管２４および排水管２５の内表面にも撥水性物質２８をコーティングすれば、この部分での冷却水の流動に伴う圧力損失を低減することが可能である。

［実施形態６］
本発明の実施形態６を、図８、図９および図１１を用いて説明する。実施形態６は実施形態５の変形例であって、実施形態５と同様にＤＷＣの熱交換器であって、図８、図９に示す内容は実施形態５と共通である。ここで、実施形態５の部分と同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。この実施形態６では、伝熱管２１の内表面のみに撥水性物質２８がコーティングされている。これにより、冷却水の流れによる圧力損失を低減することができ、冷却水を自然循環で循環させることも可能となる。さらに、給水管２４および排水管２５の内表面にも撥水性物質２８をコーティングしてもよいことは実施形態５で説明したのと同様である。

この実施形態６では実施形態５と違って伝熱管２１の外表面に撥水性物質２８がコーティングされていない。このため伝熱管２１の外表面での凝縮熱伝達向上効果はないが、製造コスト低減を図ることができる。

［実施形態７］
本発明の実施形態７を、図１２を用いて説明する。実施形態７は実施形態５の変形例であって、実施形態５と同様にＤＷＣ熱交換器である。ここで、実施形態５の部分と同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。

この実施形態７は、伝熱管２１の外側に複数のフィン３０を取り付けた点が実施形態５と異なる。伝熱管２１は水平方向に延び、各フィン３０は伝熱管２１の延びる方向と垂直に、鉛直方向に延びている。そして、伝熱管２１およびフィン３０の表面は撥水性物質２８でコーティングされている。

この実施形態７で、伝熱管２１内には冷却水が流れ、伝熱管２１およびフィン３０の外側にある蒸気が伝熱管２１およびフィン３０によって冷却されて凝縮する。このとき伝熱管２１およびフィン３０の外表面に撥水性物質２８の被膜があるため、凝縮水が撥水性物質２８の表面全体を覆う液膜となるよりも液滴となる傾向にあり、重力によって落下する。このため、凝縮熱伝達が促進される。この実施形態のようにフィン３０を設けた場合は、一般に、伝熱管２１の外表面の面積よりもフィン３０の面積の方が大きく、しかもフィン３０が鉛直方向に延びていてフィン３０の表面に付着した液が落下しやすいので、このフィン３０表面に撥水性物質２８のコーティングを施すことが効果的である。

［実施形態８］
次に、本発明の実施形態８を、図１３を用いて説明する。この実施形態８は、原子炉格納容器の外壁面に沿って冷却水を流すことによって格納容器全体を冷却する構造の原子炉格納容器システムである。

図１３に示すように、原子炉格納容器４０は原子炉４１を格納して外部と遮断するものであって、その頂部上方に冷却水ノズル４２を有する。原子炉格納容器４０の外表面には親水性物質（被膜）４５がコーティング（塗布）されている。

原子炉格納容器４０を冷却するために、冷却水ノズル４２を通じて冷却水を原子炉格納容器４０の外面に沿って流す。原子炉格納容器４０の外表面に親水性物質４５がコーティングされていることから、冷却水ノズル４２からの冷却水が原子炉格納容器４０の外表面全体を濡らし、全体を冷却して、格納容器の健全性を確保できる。コーティングがない場合は、冷却水が原子炉格納容器４０の外表面全体に広がらず、冷却水が筋状に流れる「チャネリング」が生じるが、このコーティングにより、チャネリングを防止・抑制することができる。

［その他の実施形態］
以上、種々の実施形態を説明したが、これらは単なる例示であって、この発明はこれらに限定されるものではない。たとえば、実施形態１〜実施形態３（図１〜図４）では、伝熱管は直管としたが、これをＵ字管や螺旋管などの曲管としてもよい。また、実施形態４（図５）の伝熱管は鉛直面内でＵ字状に曲がっているとしたが、必ずしも鉛直面内でなくともよく、傾斜面内で曲がっていてもよい。また、伝熱管に傾斜する部分があれば、Ｕ字状に戻っていなくともよい。

また、実施形態１〜実施形態４は静的格納容器冷却システム（ＰＣＣＳ）用の熱交換器として説明し、実施形態５〜実施形態５〜７はドライウェル冷却システム（ＤＷＣ）用の熱交換器として説明したが、類似構造の熱交換器を他の用途にも使用できることは言うまでもない。

以上説明した親水性材料として、酸化物半導体をコーティングした表面を用いると、原子炉内の放射線により酸化物半導体表面が励起され、超親水性になるので効果的である。

金属酸化物としては、ＴｉＯ_２、ＰｂＯ、ＢａＴｉＯ_３、Ｂｉ_２Ｏ_３、ＺｎＯ、ＷＯ_３、ＳｒＴｉＯ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、ＦｅＴｉＯ_３、ＫＴａＯ_３、ＭｎＴｉＯ_３、ＳｎＯ_２が知られている。

本発明の第１〜第３の実施形態である静的格納容器冷却システム（ＰＣＣＳ）のための熱交換器の模式的縦断面図。第１の実施形態における図１のＡ−Ａ線矢視横断面図。第２の実施形態における図１のＡ−Ａ線矢視横断面図。第３の実施形態における図１のＡ−Ａ線矢視横断面図。本発明の第４の実施形態である静的格納容器冷却システムのための熱交換器の模式的縦断面図。図５のＢ−Ｂ線矢視横断面図。図４の熱交換器の下流側伝熱管内面に撥水性物質をコーティングする工程を示す模式的縦断面図。本発明の第５ないし第７の実施形態であるドライウェル冷却システム（ＤＷＣ）のための熱交換器の模式的縦断面図。図８の熱交換器の模式的側断面図。本発明の第５の実施形態における図８の伝熱管の拡大断面図。本発明の第６の実施形態における図８の伝熱管の拡大断面図。本発明の第７の実施形態における伝熱管およびフィンの斜視図。本発明の第８の実施形態である原子炉各容器システムの模式的縦断面図。

符号の説明

１：貯水槽、２：冷却水、３：伝熱管、３ａ：上流側伝熱管部、３ｂ：下流側伝熱管部、３ｃ：曲がり部、４：上流側ヘッダー、５：下流側ヘッダー、６：蒸気導入管、７：凝縮水排出管、８：撥水性物質、９：親水性物質、１１：撥水性物質溶液、２０：ケーシング、２１：伝熱管、２２：入口ヘッダー、２３：出口ヘッダー、２４：給水管、２５：排水管、２６：排気管、２７：ブロワ、２８：撥水性物質、３０：フィン、４０：原子炉格納容器、４１：原子炉、４２：冷却水ノズル、４５：親水性物質

Claims

冷却水を溜めた貯水槽と、この冷却水中に浸漬された伝熱管とを有してこの伝熱管内で蒸気を凝縮させる熱交換器において、
前記伝熱管はほぼ水平に延びており、その伝熱管の内面を覆うように撥水性物質が設けられ、その伝熱管の外面を覆うように親水性物質が設けられていること、
を特徴とする熱交換器。
冷却水を溜めた貯水槽と、この冷却水中に浸漬された伝熱管とを有してこの伝熱管内で蒸気を凝縮させる熱交換器において、
前記伝熱管はほぼ水平に延びており、その伝熱管の外面の上部のみを覆うように親水性物質が設けられていること、
を特徴とする熱交換器。
冷却水を溜めた貯水槽と、この冷却水中に浸漬された伝熱管とを有してこの伝熱管内で蒸気を凝縮させる熱交換器において、
前記伝熱管は、ほぼ水平に延びる上部伝熱管部と、前記上部伝熱管部よりも下方に配置されて水平に延びる下部伝熱管部と、前記上部伝熱管部と下部伝熱管部とを接続する曲がり部とを有し、
蒸気が前記上部伝熱管部に流入して凝縮しながら前記曲がり部および下部伝熱管部を通り、凝縮した水が下部伝熱管部から流出するように構成され、
撥水性物質が少なくとも前記下部伝熱管部の内面を覆うように設けられていて、
親水性物質が、前記伝熱管の外面の少なくとも上部を覆うように設けられていること、
を特徴とする熱交換器。
撥水性物質が、前記下部伝熱管部の内面全体と、前記上部伝熱管部の内面の下部とを覆うように設けられていること、を特徴とする請求項３に記載の熱交換器。
非常時に原子炉格納容器内部を冷却する静的格納容器冷却システムで使用されるものであること、を特徴とする請求項１ないし４のいずれかに記載の熱交換器。
冷却水を溜める貯水部と、
前記貯水部に隣接して配置されて蒸気が導入される上流側ヘッダーと、
前記貯水部に隣接して前記上流側ヘッダーの下方に配置されて凝縮水が導出される下流側ヘッダーと、
前記上流側ヘッダーに接続された入口部と、前記下流側ヘッダーに接続された出口部とを有し、前記貯水部内に配置されて前記冷却水中に浸漬され、前記上流側ヘッダーから流入した蒸気を凝縮させ、凝縮によってできた凝縮水を前記下流側ヘッダーへ流出させる伝熱管と、
を有する熱交換器の製造方法であって、
少なくとも前記下流側ヘッダーと伝熱管とを接続した後に、
前記下流側ヘッダーから撥水性物質溶液を注入して前記伝熱管の内面のうちの前記下流側ヘッダーに近い部分に撥水性物質を付着させること、
を特徴とする熱交換器の製造方法。
原子炉を内部に収容する原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器の頂部に配置されて原子炉格納容器の外面に水を供給する冷却水ノズルと、
を有し、
前記冷却水ノズルから水を供給される原子炉格納容器の外面に親水性の被膜を施してあること、を特徴とする原子炉格納容器システム。